Metodologie di analisi probabilistica del rischio associato alla costruzione ed operazione di un deposito superficiale di rifiuti radioattivi

Sigla d i IdentificazIone Olstrlb. Pago di ~

..

..

g---.'

Titolo

METODOLOGIE 0 1 ANALISI PROBABILISTICA DEL RISCHIO ASSOCIATO ALLA COSTRUZIONE ED OPERAZIONE DI UN DEPOSITO SUPERFICIALE DI RIFIUTI

RADJOATIIVI

Ente emittente: CIRTEN

PA

G

INA

D

I

G

U

A

RD

I

A

Descrittori

Tipologia del documento: Rapporto Tecnico

Collocazione contrattuale: Accordo di programma ENEA-MSE: tema di ricerca "Nuovo

nucleare da fissione"

!L: • •

" ' ~V, ,.,,, ' l i lIaua... I C:ULal 111:;1 I LV I:; .;:I~IV UI:;I IIIIUll I QUIVQlUVI

Sommario

Nell'ambito di una valutazione di sicurezza che sia a supporto di una più ampia "analisi di rischio" dei depositi. è necessario, in primo luogo, individuare tutti i possibìlì processi ed eventi in grado di determinare il rilascio di radionuclidi dal deposito, quindi prendere in esame tutti i possibili "scenari" con le relative probabilità di accadimento e dèscrizione deHe conseguenze radiologiche attese in termini di modelli matematici di simulazione. iii presente rapporto si pone come finalità l'acquisizione di competenze specifiche per identificare opportune metodologie di analisi di rischio (classiche e innovative) che siano di supporto all'esecuzione di studi relativi alle valutazioni di sicurezza per depositi di rifiuti radioattivi dì tipo temporaneo, superficiale e geologico.

Note

Autori: M. Frullini, C. Rusconi~ F. Manni

Copia n. In carìco a:

2 NOME

FIRMA

1 NOME

FIRMA

CIRTEN

CONSORZIO INTERUNIVERSITARIO PER LA RICERCA TECNOLOGICA NUCLEARE

UNIVERSITA’DIROMA1

DIPARTIMENTODIINGEGNERIAASTRONAUTICA,ELETTRICAEDENERGETICA

METODOLOGIE

DI

ANALISI

PROBABILISTICA

DEL

RISCHIO

ASSOCIATO

ALLA

COSTRUZIONE

ED

OPERAZIONE

DI

UN

DEPOSITO

SUPERFICIALE

DI

RIFIUTI

RADIOATTIVI

CIRTEN-UNIROMA1 RL 1159/2010 AUTORI Prof. M. Frullini Ing. C. Rusconi Ing. F. Manni ROMA, LUGLIO 2010

INDICE

1. GENERALITA’ SULLE VALUTAZIONI DI SICUREZZA DEI

DEPOSITI DI RIFIUTI RADIOATTIVI E FINALITA’ DEL RAPPORTO .. pag 3

1.1 LE VALUTAZIONI DI SICUREZZA DEI DEPOSITI DI RIFIUTI RADIOATTIVI ……… 3

1.2 ORGANIZZAZIONE E FINALITA’ DEL RAPPORTO ……….. 6

1.3 BIBLIOGRAFIA DEL CAPITOLO 1……….……….. 8

2. GLI INDICATORI DI SICUREZZA NELLE VALUTAZIONI DELLE PRESTAZIONI DI UN DEPOSITO DI RIFIUTI RADIOATTIVI ………. 9

2.1 INTRODUZIONE ……… 9

2.2 GLI INDICATORI DI SICUREZZA ……….. 10

2.3 L’UTILIZZO DEGLI INDICATORI DI SICUREZZA NELLA SCALA DEI TEMPI ………….. 20

2.4 SOMMARIO SUGLI INDICATORI DI SICUREZZA E SCALA DEI TEMPI ………. 22

2.5 LA DOSE E IL RISCHIO COME INDICATORI DELLA SICUREZZA ………. 22

2.6 CONCLUSIONI ……… 27

2.7 BIBLIOGRAFIA DEL CAPITOLO 2……….. 29

3. RASSEGNA DELLE PRINCIPALI METODOLOGIE DI ANALISI DI RISCHIO PER IMPIANTI INDUSTRIALI E LORO UTILIZZO PER IL SAFETY ASSESSMENT DEI DEPOSITI DI RIFIUTI RADIOATTIVI ……….. 30

3.1. INTRODUZIONE ……… 30

3.2. L’DENTIFICAZIONE DEI RISCHI E LA SELEZIONE DEGLI EVENTI CRITICI ………….. 30

3.3. PANORAMICA SULLE METODOLOGIE DELL’ANALISI DI RISCHIO ……….. 33

3.4 LE METODOLOGIE DI ANALISI DI RISCHIO PER I DEPOSITI DI RIFIUTI RADIOATTIVI .. 44

3.4.1. HAZOP ………. 45

3.4.2. FMEA/FMECA ………... 53

3.4.3 FTA – FAULT TREE ANALYSIS ………. 81

3.4.4. ETA – EVENT TREE ANALYSIS ………. 97

4. L’APPROCCIO IAEA PER UNA METODOLOGIA DI VALUTAZIONE DELLA SICUREZZA DI DEPOSITI SUPERFICIALI – IL PROGETTO ISAM … 104 4.1. INTRODUZIONE ………. 104

4.2. IL CAMPO DI APPLICAZIONE ………. 105

4.3. I PRINCIPALI TEMI PRESENTATI ……… 105

4.4. LA STRUTTURA DELLA METODOLOGIA ……… 105

4.5. LO SVILUPPO E LA GIUSTIFICAZIONE DI SCENARI ……… 117

4.6. L’APPROCCIO ALLA GENERAZIONE DEGLI SCENARI NEL PROGETTO ISAM ………. 122

4.7. LINEE GUIDA DELL’APPROCCIO METODOLOGICO SECONDO ISAM ………. 134

4.8. LO SVILUPPO FORMALE DI SCENARI GENERICI – LE COMBINAZIONI DEGLI STATI ……. 135

4.9. GLI SCENARI PER L’INTRUSIONE UMANA ………. 140

4.11. BIBLIOGRAFIA DEL CAPITOLO 4 ………. 148

5. LINEE GUIDA DELLA METODOLOGIA NIREX PER LA DEFINIZIONE DI SCENARI NELLE VALUTAZIONI DI SICUREZZA DI DEPOSITI DI RIFIUTI RADIOATTIVI SUPERFICIALI E PROFONDI … 150 5.1. GENERALITÀ SULLA METODOLOGIA NIREX ……… 150

5.2. APPROCCIO ALLO SVILUPPO DELLA METODOLOGIA NIREX ………. 155

5.3. L’ANALISI DEI FEP ……… 158

5.4. SVILUPPO DI SCENARI ……….. 162

5.5. LO SVILUPPO DEL MODELLO CONCETTUALE ……….. 183

5.6. BIBLIOGRAFIA DEL CAPITOLO 5………. 198

6. L’APPROCCIOBAYESIANONELLEVALUTAZIONIDISICUREZZADI DEPOSITISUPERFICIALI……… 199

6.1 INTRODUZIONE ………. 199

6.2 METODOLOGIA PER L’ELICITAZIONE ……….. 199

6.3 L’AGGIORNAMENTO BAYESIANO DEI PARAMETRI ELICITATI ………. 204

6.4 STIMA DEI PARAMETRI ATTRAVERSO L’INFERENZA PROBABILISTICA BAYESIANA …… 207

6.5 I METODI BAYESIANI NEL PROCESSO DECISIONALE PER LA GESTIONE DEI DEPOSITI … 210

6.6 BIBLIOGRAFIA DEL CAPITOLO 6………. 212

APPENDICE 1 APPLICAZIONE DELLA METODOLOGIA FMEA ALL’ANALISI DI SICUREZZA DI UN DEPOSITO TEMPORANEO DI RIFIUTI RADIOATTIVI ……… 213

APPENDICE 2 - LISTA IAEA (ISAM) DEI FEP Features Events and Processes …… 330

1. GENERALITA’ SULLE VALUTAZIONI DI SICUREZZA DEI DEPOSITI DI RIFIUTI RADIOATTIVI E FINALITA’ DEL RAPPORTO

1.1 LE VALUTAZIONI DI SICUREZZA DEI DEPOSITI DI RIFIUTI RADIOATTIVI

tempo sufficiente a garantire che ogni eventuale ritorno dei radionuclidi nell’ambiente non provochi livelli di esposizione inaccettabili per l’uomo o per altre specie biologiche. Questo obiettivo può essere raggiunto mediante strutture di contenimento tali da assicurare un adeguato isolamento per un periodo necessario e sufficiente ad assicurare il mantenimento dei meccanismi di ritardo nella fase di ritorno, inevitabile, dei radioisotopi verso la biosfera.

Pur condizionata dal tipo di rifiuti radioattivi da smaltire e dalla categoria di appartenenza, la decisione sulla scelta del tipo di deposito (temporaneo, superficiale o geologico profondo), sul suo progetto e sulla localizzazione del sito di smaltimento si deve basare sui risultati di opportune “valutazioni o analisi di sicurezza” che facciano uso di modelli matematici e codici di calcolo per la verifica degli obiettivi di confinamento e protezione voluti nel tempo.

Nell’ambito di una valutazione di sicurezza che sia a supporto di una più ampia “analisi di rischio” dei depositi, è necessario, in primo luogo, individuare tutti i possibili processi ed eventi in grado di determinare il rilascio di radionuclidi dal deposito, quindi prendere in esame tutti i possibili “scenari” con le relative probabilità di accadimento e descrizione delle conseguenze radiologiche attese in termini di modelli matematici di simulazione.

Il calcolo delle conseguenze sull’ambiente e sull’uomo, consentirebbe di stabilire se il deposito è “sicuro” (se cioè i rischi connessi alla sua gestione sono “accettabili”). Quindi, un’analisi di sensibilità dovrebbe fornire indicazioni su quali siano i parametri più importanti, tenendo conto delle incertezze che gravano sulla valutazione e che interessano tutti i livelli della metodologia (indicatore di sicurezza, modelli concettuali, modelli fisici, dati e parametri, modelli di esposizione, assegnazione delle probabilità agli scenari).

Il deposito e l’ambiente che lo circonda sono un sistema complesso, essenzialmente composto da: • il deposito, che ospita i rifiuti con i relativi sistemi di contenimento e tecniche di

assemblaggio e che prevede opportune barriere superficiali per rallentarne la loro diffusione verso la biosfera;

• la geosfera (il sistema geologico ospitante) ed il materiale che lo circonda, gli eventuali fluidi interstiziali, le sorgenti di acqua in profondità e le acque sotterranee;

• la biosfera (terreno, acque superficiali, atmosfera, ecosistema e mondo biologico, uomo ed attività umane)

Le caratteristiche idrogeologiche del sito devono essere tali da minimizzare la possibilità di lisciviazione dei rifiuti da parte della acque sotterranee e del ritorno delle acque eventualmente contaminate in superficie o comunque nella biosfera.

Le caratteristiche climatiche, geografiche e geomorfologiche del sito devono essere tali da escludere significativi processi di erosione, specie ad opera di acque meteoriche e superficiali. Si devono anche escludere possibilità di dissesti (frane) ed inondazioni.

Devono essere escluse le aree dove sono in atto significativi processi tettonici, sismici o vulcanici che possano compromettere il confinamento dei rifiuti. Le caratteristiche geologiche e idrogeologiche del sito di smaltimento devono essere omogenee e tali da rendere rappresentative le osservazioni ed analisi svolte su di esso.

Nella scelta del sito devono essere presi in considerazione gli usi del territorio, la presenza di attività pericolose, la presenza di opere suscettibili di modificare, a seguito di incidenti, le caratteristiche del sito stesso.

Ai fini del rispetto degli obiettivi di protezione sanitaria e della tutela dell’ambiente, devono essere previste sul sito di smaltimento e/o sul relativo deposito, opere ingegneristiche atte a prevenire o ritardare il contatto diretto fra rifiuti e ambiente ospitante, con conseguente possibile rilascio di radioattività. La progettazione di queste opere deve tendere ad evitare interventi di manutenzione.

Da ormai più di 40 anni, sono stati sviluppati da vari organismi internazionali (IAEA, NEA) e nazionali un gran numero di modelli di vario tipo (deterministico, probabilistico o combinazione dei due) dove è possibile inserire modelli via via più sofisticati per la simulazione dei meccanismi di degrado delle strutture e di rilascio dei radionuclidi dal deposito alla biosfera.

In gran parte di questi studi, si fa l’ipotesi che un deposito (superficiale o geologico) sia da considerarsi un sistema passivo; non ci si aspetta perciò un intervento dell’uomo nel lungo periodo. Il solo meccanismo plausibile per il trasporto dei radionuclidi sarebbe quindi quello dovuto ai movimenti dell’acqua. Oltre a questo tipo di processi, si devono prendere in considerazione eventi “anormali” quali: caduta di meteoriti, inondazioni, glaciazioni, vulcanismo; le probabilità di alcuni di essi sono considerate molto basse e per altre il rischio radiologico associato non sarebbe diverso da quello previsto per le condizioni “normali”.

Un altro fattore da tenere presente è l’intrusione (insediamenti agricoli in prossimità del deposito, perforazioni per ricerca di risorse idriche ed energetiche, nuove costruzioni sul deposito) da parte di future generazioni la cui rappresentazione, in termini di modello analizzabile matematicamente, presenta grandi difficoltà. In tal senso, si può considerare che un tale scenario, pur restando oggetto di calcoli previsionali in sede di valutazione di sicurezza ed analisi di rischio del deposito, non dovrebbe destare preoccupazioni. Infatti, la doverosa responsabilità di esercitare un “controllo

istituzionale nazionale ed internazionale1” per almeno i primi 150 anni di vita del deposito minimizzerebbe la probabilità di intrusioni inavvertite e la condizione oggettiva che trascorsi 300 anni dalla chiusura definitiva di un deposito superficiale o sub-superficiale per rifiuti di bassa e media attività la radioattività decade a circa 1/1000 del suo livello iniziale sono due fattori che riducono il rischio di contaminazione per intrusione a livelli di sicura accettabilità. Un tale abbattimento, se non sono presenti in concentrazioni significative radionuclidi a vita media più lunga e se la concentrazione iniziale dei radionuclidi stoccati nel deposito è inferiore ad un determinato livello, comporta una riduzione pressoché totale della pericolosità potenziale del materiale confinato, che equivale al raggiungimento di livelli di radioattività confrontabili con il fondo naturale [1.1].

D’altra parte, la possibilità che nei primi 150 anni di vita del deposito si possa perdere il controllo istituzionale di quest’ultimo (perdita di “memoria sociale”, perdita di informazioni, impossibilità di controllo fisico del sito) implicherebbe un crollo repentino delle attuali capacità di gestione organizzata delle attività industriali di un sistema su larga scala (nazionale ed internazionale). Una tale situazione è ragionevolmente ipotizzabile solo in presenza di cause scatenanti (guerra su larga scala, epidemie su larga scala, cataclismi naturali su base continentale, glaciazioni) che comporterebbero livelli di danno ben più alti di quello valutabile per una intrusione accidentale in un deposito. Riguardo a questo aspetto, si può osservare che la struttura sociale di una moderna società civile ed industriale ed il complesso delle organizzazioni di controllo e di verifica della gestione delle attività industriali a basso e ad alto rischio costituiscono, rispetto al tema della perdita di controllo istituzionale del deposito, un sistema virtuale di difesa in profondità “multibarriera” molto più numeroso di quello fisico previsto dalle barriere superficiali di progetto del deposito stesso.

Se si escludono scenari catastrofici, a bassissima probabilità di occorrenza, il rischio principale verrebbe da un rilascio di radionuclidi che farebbe aumentare di poco, per migliaia e forse milioni di anni, i livelli di radioattività in acque sotterranee e superficiali nei pressi del sito. A seguito di perdita del contenimento per cause diverse si avrebbe, infatti, circolazione di acqua nel deposito con conseguente lisciviazione dei rifiuti e seguente migrazione dei radionuclidi nelle acque sotterranee. Un tale scenario, infatti, viene considerato lo scenario di riferimento o scenario di base per molte delle analisi di sicurezza sui depositi effettuate a livello internazionale, e solo in alcuni casi ed in tempi recenti si correda l’analisi con valutazioni su scenari alterati che prevedono futuri fenomeni intrusivi.

1

Periodo in cui il sito su cui insiste il deposito è soggetto a vincolo di vigilanza e protezione fisica e a vincolo amministrativo. Il controllo è di tipo attivo se viene garantita la sorveglianza e la manutenzione, di tipo passivo se attraverso l’utilizzo di sistemi anti intrusione e di opportune segnalazioni il sito può essere abbandonato ma non può essere destinato ad altre attività antropiche. Indicativamente una soluzione può essere rappresentata, per un periodo di riferimento si 300 anni, da un controllo attivo per i primi 150 anni e da quello passivo per il periodo rimanente.

Ciononostante, i punti critici delle metodologie di analisi di sicurezza per l’accettabilità del rischio di smaltimento di rifiuti ad alta attività e a vita lunga sono:

• la necessità di prevedere fenomeni su scale di tempi non usuali, pone problemi di simulazione diversi ( anche concettualmente) rispetto a quelli che la tecnologia è abituata ad affrontare;

• la necessità di prevedere il comportamento futuro di un deposito e di quantificare i rischi associati, dove i dati necessari per descrivere alcuni dei processi più importanti, sono molto scarsi ( la maggior parte sono di tipo geologico o archeologico ed entrambe sono scienze abituate ad analisi più di tipo retrospettivo che revisionale con stime più qualitative che quantitative.

• la previsione di atti che possano compromettere l’integrità del deposito, da parte di future generazioni e per i motivi più svariati, non è trattabile in modo scientifico. Infatti, pur cercando di valutare scientificamente le conseguenze dei vari scenari ipotizzabili, non si può stimarne le probabilità relative, né essere certi di fare valutazioni corrette per quanto riguarda il “rischio accettabile”

• il calcolo delle conseguenze dipende da parametri non valutabili scientificamente, come la dimensione delle popolazioni coinvolte, le infrastrutture economiche, le riserve di acqua, le diete, le abitudini alimentari, ma anche la possibilità che vi siano in futuro disponibili metodi di cura delle malattie causate dalle radiazioni;

• in quasi tutti gli scenari che è possibile prendere in considerazione, gioca un ruolo molto importante l’intervallo di tempo, dopo la chiusura del deposito, trascorso il quale si ipotizza la perdita di isolamento, e questo influenza notevolmente la stima delle dosi;

• la scala dei tempi in gioco rende impossibile, allo stato attuale, una reale validazione della valutazione di sicurezza che è un fattore molto importante in tutte le analisi di sicurezza. La validazione, infatti, può essere fatta solo su scala (temporale e spaziale) ridotta e solo sui processi chimico-fisici di base.

1.2 ORGANIZZAZIONE E FINALITÀ DEL RAPPORTO

Il presente rapporto si pone come finalità l’acquisizione di competenze specifiche per identificare opportune metodologie di analisi di rischio (classiche e innovative) che siano di supporto all’esecuzione di studi relativi alle valutazioni di sicurezza per depositi di rifiuti radioattivi di tipo temporaneo, superficiale e geologico.

Nel Capitolo 2 ci si è soffermati sulle caratteristiche dei diversi indicatori di sicurezza utilizzabili in fase di analisi di rischio del deposito, essenzialmente: dose, rischio ed indicatori ibridi. In

particolare ci si è soffermati nella descrizione delle problematiche in senso assoluto e relativamente alla scala dei tempi di riferimento per l’analisi.

Il Capitolo 3 presenta una rassegna sulle principali metodologie di analisi di rischio utilizzate nell’ambito delle valutazioni di sicurezza e impatto ambientale di impianti industriali ad alto rischio (Normative V.I.A. e Seveso I,II e III) con l’obiettivo di identificare quelle più idonee ad essere utilizzate, anche se solo come supporto, nel safety assessment dei depositi di rifiuti radioattivi. Strettamente collegata a questo capitolo, in Appendice 1 è stata relazionata un’applicazione della metodologia FMEA ( Failure Mode and Effect Analysis) ad un generico deposito temporaneo di rifiuti che rappresenta, per tipologia e modalità di gestione, la classe di depositi dove le metodologie trattate presentano maggiore efficacia applicativa.

Nel Capitolo 4 è stato affrontato il tema della safety assessment di depositi superficiali con riferimento alle tematiche rilevanti emerse a seguito delle conclusioni del progetto ISAM -

Improvement of Safety Assessment Methodologies for Near Surface Disposal Facilities, sviluppato

in ambito IAEA. In particolare, in questa fase, sono stati affrontati i due principali temi evidenziati dai lavori svolti a livello internazionale da diverse organizzazioni tecniche e di controllo: la configurazione delle liste FEP (Features, Events and Processes) e la definizione del concetto di scenari. A supporto di questo capitolo, in Appendice 2 è stata riportata una lista dettagliata delle FEP identificate a conclusione del progetto ISAM.

Nel Capitolo 5 si è scelto di presentare una metodologia per la definizione di scenari di riferimento nelle valutazioni di sicurezza di depositi superficiali e profondi definita ed adottata da NIREX per depositi in territorio inglese. Questa metodologia, pur inquadrandosi in quelle basate sul concetto di scenario, presenta degli elementi di novità soprattutto per quanto riguarda l’utilizzo di programmi di gestione di dati che facilitano la costruzione di scenari a partire dal FEP data base e fornisce indicazioni su tecniche di ricomposizione del rischio totale a partire da quello relativo ai singoli scenari.

Infine, nel Capitolo 6 sono state presentate alcune considerazioni sulle criticità delle metodologie di valutazione di sicurezza di depositi di rifiuti radioattivi basate sul concetto di scenario, nel tentativo di segnalare argomenti che richiederebbero futuri approfondimenti.

1.3 BIBLIOGRAFIA DEL CAPITOLO 1

[1.1] ENEA, Task Force per il sito nazionale di deposito dei rifiuti radioattivi Atti del convegno “La sistemazione definitiva dei rifiuti radioattivi”. Milano, 11 ottobre 2000

2.

GLI INDICATORI DI SICUREZZA NELLE VALUTAZIONI DELLE

PRESTAZIONI DI UN DEPOSITO DI RIFIUTI RADIOATTIVI

2.1. INTRODUZIONE

I principi e i criteri per lo smaltimento in sicurezza dei rifiuti radioattivi investe problematiche che vanno oltre quelle normalmente considerate nel solo ambito della radioprotezione. Un importante principio, accettato senza discussioni, è che si debba assicurare per le generazioni future un analogo livello di protezione previsto per quelle attuali. Rispetto a questo caposaldo di ogni valutazione di sicurezza dei depositi di rifiuti radioattivi, indipendentemente dal tipo di deposito, ci sono difficoltà nel dimostrare la conformità con i criteri di sicurezza messi a punto per lunghe scale temporali a causa dell'aumento con il tempo dell'incertezza associata con i risultati dei modelli predittivi. Di contro, la radiotossicità dei rifiuti diminuisce con il tempo a causa del fenomeno di decadimento radioattivo.

Queste tendenze contrapposte, suggerirebbero il graduale venir meno delle caratteristiche di significatività e di dettaglio delle analisi quantitative quanto più avanti nel tempo si sposta l’orizzonte della valutazione delle prestazioni di contenimento del deposito. Tuttavia, si ritiene opportuno, svolgere comunque valutazioni sufficientemente lontano nel futuro rispetto all’istante in cui il deposito è riempito, chiuso e sigillato per garantire che qualsiasi picco nel potenziale impatto dell'impianto di smaltimento venga preso in considerazione.

I criteri generali per la protezione degli individui dagli effetti nocivi delle radiazioni ionizzanti sono state definiti dalle organizzazioni internazionali ormai da molti anni. Tali criteri si basano sul principio che ogni dose di radiazione può provocare un danno e perseguono l'obiettivo di limitare al massimo la probabilità che il danno raggiunga livelli considerevoli..

Così, come mostrato in dettaglio nel § 2.5, i limiti di dose vincolano il livello di rischio per la salute di un individuo rispetto all’interazione con tutte le sorgenti controllate di radiazioni ionizzanti, così come la dose vincola i limiti di esposizione da un’unica sorgente.

I criteri di sicurezza, basati sul rischio e sulla limitazione della dose da radiazioni sono comunemente accettati come la base principale per determinare l'accettabilità dei depositi di rifiuti radioattivi. Tuttavia, le lunghe scale temporali che riguardano le prestazioni di un deposito comporta che i rischi o le dosi future ai singoli non possono essere previsti con certezza dal momento che dipendono, tra l'altro, da ipotesi sull'integrità dei rifiuti a matrice, dalle caratteristiche di durabilità delle barriere ingegneristiche, dalla geologia, dalla dispersione delle acque sotterranee, dalle variazioni delle condizioni della biosfera e dai futuri stili di vita umana. Tutto ciò ha portato la comunità internazionale a considerare le conseguenze radiologiche dei sistemi di smaltimento

valutate a lungo termine (espresse in termini di dose e di rischio) solo come indicatori di sicurezza in grado di essere confrontati con criteri.

Per queste ragioni, è stato proposto che dose e rischio debbano essere integrati con altri tipi di indicatori di sicurezza che facciano meno affidamento su ipotesi circa le future evoluzioni delle condizioni del sistema e del contesto naturale.

In questa sezione verranno illustrati i vari indicatori di sicurezza e la loro applicabilità nelle diverse scale temporali significative per i diversi tipi di depositi di rifiuti radioattivi e che devono essere considerati nelle valutazioni della sicurezza di questo particolare tipo di impianto di smaltimento.

Poiché gli aggettivi quantitative e qualitative (valutazioni) vengono utilizzati in tutto il testo, è opportuno, per ragioni di chiarezza, fornire le seguenti definizioni:

• le valutazioni quantitative si basano su stime numeriche delle conseguenze e la valutazione è fatta sulla base di criteri numerici. Esempio di tale criterio sono il rischio o la dose. • le valutazioni qualitative si basano su stime del potenziale pericolo che non sono definibili

esatte o assolute e la valutazione viene effettuata sulla base di criteri che non possono essere numericamente definiti. Esempio di tale criterio sono il confronto con convenienti valori di riferimento desunti da livelli di radionuclidi presenti nell'ambiente naturale.

2.2 GLI INDICATORI DI SICUREZZA

L'obiettivo generale di valutazione della sicurezza di un deposito deve essere quello di stimare l’impatto sulla salute umana e sull'ambiente dovuto alla sua messa in opera e alla sua gestione. Per raggiungere questo obiettivo, vengono utilizzati modelli matematici per simulare qualsiasi migrazione di radionuclidi dai rifiuti, attraverso le barriere artificiali, la geosfera, la biosfera e il contesto umano e ambientale. Questi processi sono illustrati nella Figura 2.1 Le incertezze sulla stima dell’effettivo impatto sulla salute umana sono tanto maggiori quanto più elevato è il numero di processi presi in considerazione.

E' possibile prendere come riferimento delle quantità intermedie dei flussi di migrazione previsti dalla geosfera alla biosfera o di concentrazione ambientale e utilizzare questi per fornire una misura di sicurezza del deposito. Tali indicatori, anche questi oggetto di incertezza, risultano utili solo se possono essere confrontati con dati di impatti già conosciuti (ad es., impatti relativi a processi naturali).

E' generalmente accettato che un'adeguata tutela dell'ambiente può essere desunta dal mantenimento del benessere degli esseri umani, e quindi il rischio e gli indicatori di dose in Figura 2.1 potrebbero anche utilizzati come indicatori ambientali. Tuttavia, le concentrazioni ambientali e i

flussi possono essere ritenuti indicatori più immediati per la valutazione dell’effettivo impatto ambientale.

Gli indicatori di sicurezza possono essere utili per una varietà di scopi. Ad esempio, essi possono fornire informazioni necessarie per:

• fornire una base per il confronto delle varie opzioni di deposito;

• prendere decisioni normative sulla sicurezza e concessione delle licenze di un deposito, definendo criteri di rispetto;

• prendere decisioni in materia di ingegneria, progettazione, costruzione e di ubicazione dell’impianto;

• aumentare la fiducia nelle prestazioni di sicurezza del deposito e nella capacità di effettuare valutazioni di sicurezza dell'impianto;

• fornire una base, un contesto ed una prospettiva per il confronto dei risultati con altre attività industriali;

• aiutare i decisori nella comunicazione con il pubblico.

Alcuni indicatori sono più adeguati nella scala di tempo breve e altri per il lungo periodo, ma nella maggior parte dei casi, sarà necessario l’utilizzo di più di uno per fornire informazioni soddisfacenti o per raggiungere un grado di fiducia sufficiente a prendere una decisione sul deposito.

2.2.1 Caratteristiche richieste per gli indicatori di sicurezza

Poiché gli indicatori di sicurezza possono variare ampiamente nelle loro caratteristiche e nella loro utilità, come base per giudicare la qualità di un indicatore sono proposte le seguenti caratteristiche :

affidabile - devono essere basati su principi ben stabiliti ed devono poter essere applicati in una

vasta gamma di situazioni;

rilevante - devono riguardare direttamente la sicurezza e la funzionalità ambientale del deposito; semplice - essi devono essere non troppo complessi altrimenti, a causa del lungo tempo e difficoltà

per la stima, potrebbero essere meno utilizzati. Inoltre indicatori semplici possono facilitare l’aspetto della comunicazione;

diretto - gli indicatori dovrebbero essere quanto di più strettamente correlato con le proprietà

caratteristiche di alcuni sistemi primari del deposito e dovrebbero comportare il minimo sforzo di calcolo per tradurre le informazioni disponibili nel formato voluto per l'indicatore stesso;

comprensibile - gli utenti devono sapere esattamente che cosa rappresentano gli indicatori e le

modalità per determinarne il valore e questo si collega con esigenze di semplicità e immediatezza;

pratico - i dati, gli strumenti o modelli necessari per la stima degli indicatori dovrebbero essere

disponibile e ben provati.

Appare evidente che nessuno indicatore può rispondere a tutte queste auspicabili caratteristiche. Tuttavia, come regola guida, devono essere evitati quegli indicatori con un gran numero di carenze rispetto alla lista di cui sopra. E' inoltre riconosciuto che, per ottenere una ragionevole e completa comprensione delle prestazioni del sistema deposito, si può rendere necessario l’utilizzo di alcuni indicatori indipendenti, ma complementari. In questo caso, tuttavia, una qualche cautela deve essere esercitata in modo che il totale sistema di indicatori non diventi troppo complesso, nella speranza di raggiungere una completa valutazione delle prestazioni. Un equilibrio tra la completezza e la semplicità è necessario.

2.2.2 Gli indicatori di sicurezza di tipo radiologico

Lo scopo di depositi di rifiuti radioattivi è quello di isolare i rifiuti dalla biosfera. E' generalmente accettato che l'isolamento e il contenimento non può essere garantito in modo assoluto e che, in tempi geologici, prima o poi, una frazione dell'inventario dei rifiuti radioattivi possa essere rilasciato dal deposito, con una migrazione attraverso la geosfera e, infine, raggiungere la biosfera. Nel caso dei depositi superficiali e sub-superficiali, destinati a contenere rifiuti a bassa e media attività, tale considerazione non rappresenta motivo di preoccupazione nella misura in cui le barriere presenti svolgano la loro funzione di contenimento per tempi comunque superiori a quelli necessari per il decadimento dell’inventario radioattivo a livelli comparabili con il fondo naturale. Una valutazione delle prestazioni di un deposito comporta l'applicazione di modelli matematici che simulano i processi fisici e chimici che si verificano nei diversi comparti: deposito, geosfera e biosfera. Il risultato finale è di solito una stima della dose ricevuta da esseri umani che si suppone

possano restare esposti, in qualche modo, a radionuclidi rilasciati dal deposito. La dose, poi, può essere trasformata in un livello di rischio corrispondente attraverso l’applicazione diretta del fattore di rischio ICRP che tenga conto del rischio di esposizione.

Il principale svantaggio nell'uso della dose o del rischio, come indicatori di sicurezza, riguarda l'incertezza che circonda la loro stima. Questa incertezza è in gran parte associata con le incertezze relative al futuro stato della biosfera (essere umano e catena alimentare) e delle condizioni nella zona vicino alla superficie. Inoltre, questa incertezza aumenta con il periodo di tempo considerato. Al tempo stesso, si rileva che vi è anche una notevole incertezza associata anche alla previsione del flusso di trasferimento dei radionuclidi attraverso il sistema multi-barriera e la geosfera, anche se questa incertezza affligge quasi tutti gli indicatori di sicurezza.

Nei paragrafi seguenti, discuteremo brevemente sui concetti di applicabilità del rischio e di dose a lungo termine nella valutazione della sicurezza di un deposito, rimandando al § 2.5 per una trattazione più dettagliata.

2.2.2.1 Il Rischio

Diversi paesi hanno deciso di utilizzare il rischio individuale di effetti sulla salute (soprattutto cancro indotto dalle radiazioni) come indicatore primario delle prestazioni di confinamento dei radionuclidi da parte dei depositi.

Una tipica applicazione per limitare l'impatto di un deposito è di stabilire un limite numerico al rischio applicabile a qualsiasi individuo che possa venire interessato dalla presenza del deposito in qualsiasi momento.

Il rischio, in questo contesto è normalmente definito come il prodotto della probabilità di esposizione a una dose particolare e la probabilità che ciò abbia un particolare effetto sulla salute direttamente derivante da tale dose.

L'utilizzo del rischio come indicatore della sicurezza dello smaltimento delle scorie radioattive in un deposito presenta sia vantaggi che svantaggi. Un vantaggio è l'applicabilità generale dell'indicatore, in quanto il concetto di rischio è associato a tutte le attività umane e il rischio di una causa particolare, può essere paragonato facilmente con i rischi derivati da qualsiasi altra causa. Inoltre, la possibilità di un confronto tra diverse attività umane, consente di ottenere uno strumento molto efficace per la razionalizzazione delle decisioni in merito alla destinazione di risorse nella società moderna. Un altro vantaggio di usare il rischio come indicatore è che un unico parametro può contenere i risultati di tutti i tipi di scenario, sia gli scenari di evoluzione graduale o normali che hanno una probabilità vicina a uno, ma conseguenze basse che scenari catastrofici che hanno una bassa probabilità di accadimento, ma con conseguenze relativamente elevate.

Oltre al problema generale dell’incertezza, a lungo termine, un altro svantaggio di usare il rischio come indicatore della sicurezza per depositi di scorie radioattive è che i valori non sono molto utili

nell’illustrare e comunicare al pubblico la sicurezza di una determinata attività. Il rischio è un concetto difficile da spiegare all’opinione pubblica che presenta, in generale, la tendenza a prestare attenzione molto di più, se non esclusivamente, alle conseguenze di un evento piuttosto che alla probabilità con cui è prevista una tale evoluzione o al prodotto di questi due fattori.

2.2.2.2 La Dose

La dose da radiazioni è una misura dell’energia depositata dalla radiazione. Nel considerare l’effetto biologico delle diverse radiazioni sull’organismo umano si introduce la dose equivalente. Quando è possibile pesare adeguatamente la sensibilità dei tessuti umani al tipo specifico di radiazione si può parlare di dose efficace; questa ultima può essere direttamente correlata con la probabilità di subire un determinato danno. L'uso della dose come un indicatore di sicurezza per le prestazioni dei depositi è supportato da consuetudini tecniche e legislazioni nazionali ed internazionali. In ambito radioprotezionistico, la valutazione dei sistemi di protezione delle radiazioni si è sempre basato sulla limitazione delle dosi ai singoli individui potenzialmente esposti.

Tuttavia, dal momento che le dimensioni e la distribuzione futura della popolazione nelle vicinanze di un deposito non possono essere conosciute con precisione significativa, anche la dimensione del gruppo potenzialmente esposto (PGE) è un fattore da considerare nella valutazione della significatività di un evento.

Così, uno scenario di intrusione del tipo perforazione che espone alla contaminazione un equipaggio di perforazione di poche persone ha un peso diverso dallo scenario dove radionuclidi penetrano la catena alimentare con conseguente ingestione di un folto gruppo di persone. Questa considerazione pone il problema di valutare non solo le singole dosi, ma anche il numero di persone potenzialmente esposte. La ponderazione delle dosi sulla base delle dimensioni dei gruppi potenzialmente esposti è stato proposto in alcuni paesi, ma non in termini quantitativi.

Va comunque detto che allo scenario perforazione può essere associata una probabilità di accadimento trascurabile, almeno nella fase di controllo istituzionale attivo ed in questa fase può essere escluso dall’analisi di sicurezza di un deposito superficiale o sub-superficiale.

In altri settori della radioprotezione in cui viene utilizzata la dose come indicatore di sicurezza, affinché possa essere applicato il principio della limitazione della dose, le esposizioni alle radiazioni dovrebbero verificarsi con una probabilità elevata. Tuttavia, nel caso dei depositi di rifiuti radioattivi in cui, per scenari catastrofici, le dosi possono essere ricevute, ma con una bassa probabilità, il criterio del limite di dose non può essere direttamente applicato.

In alcuni paesi si giudicano alcuni scenari talmente improbabili da essere trascurati e i rimanenti scenari sono sottoposti a valutazioni di tipo conservativo, come se la probabilità di occorrenza fosse

unitaria. In questo modo, la dose può essere usato come un indicatore di sicurezza universale per i depositi di rifiuti.

Le soluzioni alternative sono quelle di applicare un indicatore di rischio, come descritto nella sezione precedente, nella valutazione degli scenari probabilistici e un indicatore di dose per lo scenario normale di rilascio graduale (metodo ibrido dose/rischio) o di utilizzare un indicatore di rischio come criterio di sicurezza per tutti gli scenari (vd. § 2.5).

2.2.3 Altri indicatori di sicurezza

Il movimento di radionuclidi da un deposito all'ambiente umano è governato da processi di trasporto all'interno della barriere artificiali e naturali. Vi è una forte interrelazione tra le caratteristiche del sistema; infatti la combinazione di barriere inefficaci e grandi ratei di rilascio può causare flussi elevati di attività nella biosfera provocando alte concentrazioni in superficie. Così, le caratteristiche di questo tipo possono essere utilizzate come indicatori supplementari per la sicurezza del deposito, come mostrato in Figura 2.1.

In questo paragrafo, saranno discussi come indicatori di sicurezza di un deposito: le concentrazioni, i flussi attraverso le barriere e le biosfera, la radiotossicità e i tempi. Gli indicatori più rilevanti sono quelli che possono essere confrontati con i dati relativi a studi su fenomeni naturali e questo perché le previsioni per il futuro sono fatte estrapolando i dati e modelli sulla base di prove della evoluzione dinamica del sistema.

Va osservato che mentre la dose e il rischio sono indicatori di sicurezza già stabiliti a seconda dei casi e ben compresi dalla comunità scientifica e dagli esperti per l'uso in questo contesto, gli indicatori di sicurezza discussi di seguito ancora non godono dello stesso riconoscimento diffuso e per la loro applicazione è internazionalmente richiesta l’acquisizione di una maggiore esperienza.

2.2.3.1 I flussi

Il flusso è una misura delle prestazioni dinamiche del deposito, che descrive il tasso di movimento di una sostanza attraverso le interfacce o le barriere previste nel sistema. Può essere utilizzato come una misura diretta delle capacità di contenimento costituite dall’efficacia dei diversi ostacoli di varia natura interposti tra la sorgente radioattiva e l’ambiente esterno.

Flussi attraverso le barriere

I flussi all'interno del sistema multibarriera di un deposito sono usati per stabilire gli indicatori delle prestazioni delle barriere e per fissare i corrispondenti criteri. Indicatori di questo tipo sono

strumenti molto utili per il progettista del deposito e per l’identificazione del sito di localizzazione, anche se è difficile stabilire un rapporto diretto tra flussi attraverso le barriere artificiali e sicurezza globale del deposito. I flussi possono essere basate sull’attività totale, o l'attività di nuclidi critici, e possono essere forniti come tassi di emissione ed in questo caso deve essere specificato il periodo di tempo su cui il calcolo del totale dell’attività deve essere effettuato.

Flussi nella biosfera

L'impatto dei radionuclidi su qualsiasi biosistema è governato, tra le altre cose, dal flusso di attività nel sistema. Le conseguenze radiologiche dipendono dalla conseguente livello di contaminazione ambientale e dalla potenziale esposizione umana nell’ambiente stesso e come già accennato, ci sono grandi incertezze nella valutazione di questi fattori nel lungo termine. L'utilizzo del flusso di radionuclidi può eludere alcune di queste difficoltà consentendo un confronto con il flusso di radionuclidi naturali nella biosfera.

La concentrazione di radionuclidi naturali in specifici comparti ambientali è il risultato della dinamica del trasporto di radionuclidi naturali nell'ambiente. I cicli naturali di trasporto di materia sono interessati da processi come l'erosione, la dissoluzione in acqua, flussi acquiferi, sedimentazione, ri-sospensione e trasporto dal vento, flusso continuo di radionuclidi naturali dalla terra verso il mare, attraverso fiumi e laghi. Tutto ciò comporta, inevitabilmente, una qualche esposizione degli esseri umani a tali flussi.

Confrontando i flussi di radionuclidi generati da un deposito con il flusso di radionuclidi naturali mediato su una vasta area e su lunghe scale temporali, vi è la possibilità di ottenere una misura relativa della rilevanza radiologica del flusso di radionuclidi dal deposito.

L'utilizzo dei flussi su recettori di grandi dimensioni, come i mari e gli oceani, come un indicatore di sicurezza rende il calcolo meno dipendente da ipotesi circa l'ambiente, i percorsi, e radiosensibilità (per i nuclidi comparabili). Qualsiasi proprietà di qualsiasi elemento della catena sorgente-uomo influenzerà le dosi dal deposito e dai flussi all'incirca allo stesso modo. Tali flussi sono più adatti come indicatori di impatto su grandi popolazioni a livello globale o in quanto la proprietà dei più grandi recettori non sono così variabili, a lungo termine, come quelle di laghi e fiumi. Tuttavia, questo indicatore di sicurezza non fornisce una misura della sicurezza delle persone su scala locale, cioè quelle che vivono in prossimità del deposito, e quindi si manifesta la necessità di essere usato insieme con un altro indicatore di sicurezza più localizzato.

Prima di applicare un flusso come indicatore, è necessario garantire che il flusso naturale misurato, venga valutato e descritto sulle stesse basi di valutazione del flusso calcolato dal deposito. Ad esempio, il flusso naturale potrebbe essere dominato da fenomeni di trasporto di particelle minerali ,

il che implica che i radionuclidi si trovano non in una forma facilmente assorbito dal biota. D'altra parte, nei calcoli di flusso da un deposito, è usuale assumere che i nuclidi siano in soluzione.

Nelle valutazioni di sicurezza il flusso, come indicatore dell'impatto sulla biosfera, ha il vantaggio di risultare come output dei calcoli di trasporto per il far-field, tuttavia occorre prestare attenzione nel definire la posizione di questo flusso. Di solito, il flusso viene valutato al confine di formazioni rocciose, o più in generale, al confine tra il far-field e la biosfera o l'ambiente accessibile.

Il flusso in biosfera ha trovato limitate applicazioni come indicatore. Una serie di problemi legati all’utilizzo di questo indicatore richiedono ulteriore attenzione:

• per quantificarlo in modo soddisfacente, deve essere concepito come indipendente da altri indicatori, ad esempio, la dose e il rischio;

• deve essere stabilito un metodo per trattare i radionuclidi artificiali dal deposito che non hanno analoghi radionuclidi naturali;

• in considerazione della variabilità dei flussi naturali locali, si rende necessario un metodo per ottenere un valore medio rappresentativo per il confronto con i flussi calcolati dal deposito

2.2.3.2 Il tempo

Il tempo, può essere un importante e utile indicatore delle potenzialità di un deposito o dei suoi singoli componenti nell’isolare e contenere i materiali pericolosi. Ad esempio, il tempo può essere usato come un indicatore diretto:

• per mostrare l’efficacia di una barriera naturale o ingegneristica osservando o stimando il tempo impiegato da un particolare isotopo ad attraversarla o per descrivere il tempo necessario per trasmettere una certa quantità di tale elemento;

• del tasso relativo di movimento di elementi diversi e quindi la capacità della barriera di ritardarne il movimento rispetto a quello determinato dalle portate delle acque sotterranee; • del potenziale isolamento del sistema naturale utilizzando l'età delle acque sotterranee

profonde come un'indicazione del grado di miscelazione tra le acque profonde e superficiali; • per descrivere il tasso di variazione dei parametri importanti del sistema naturale (pH, Eh,

gradienti idraulici, ecc) o per descrivere l'evoluzione naturale di minerali (bentonite, formazioni argillose,…).

Citiamo infine il tempo di rilascio quale criterio determinante nella progettazione di depositi ingegneristici. Nelle valutazioni di performance di un deposito, il tempo di rilascio dei rifiuti è il tempo previsto, al termine del controllo istituzionale, oltre il quale si prevede che il radionuclide possa produrre detrimento alla popolazione. Relativamente al sito, il tempo di rilascio coincide con

la fine del controllo istituzionale e corrisponde all’assenza di impatto radiologico sul gruppo critico di riferimento.

2.2.3.3 La concentrazione ambientale dei contaminanti

La concentrazione di un contaminante in un determinato momento e luogo può fornire un indicazione indiretta del potenziale effetto sugli esseri umani e il loro ambiente. Facendo alcune ipotesi circa l'idrosfera superficiale, i percorsi di esposizione e le abitudini di un gruppo di popolazione umana, si può effettuare una stima della dose o del rischio sulla base delle informazioni sulla concentrazione. Tuttavia, le incertezze che si introducono riferendosi a tutte queste ipotesi possono essere superate utilizzando la concentrazione stessa come indicatore di sicurezza.

Se si considera come indicatore la concentrazione in uscita dalla geosfera, si dovrà considerare solo il fenomeno della diluizione nella geosfera. Analogamente, l'uso della concentrazione come indicatore per valutare le conseguenze di una intrusione da perforazione di pozzi, evita la comparsa delle incertezze che sorgerebbero nella stima della dose.

E' relativamente facile stabilire valori di riferimento per la valutazione delle concentrazioni, utilizzando radionuclidi naturali esistenti nell'ambiente, anche se vengono sviluppati degli "schemi di equivalenza radiologica” per i radionuclidi non naturali provenienti dal deposito. Un approccio suggerito è quello di presumere che i radionuclidi artificiali siano di comparabile radiotossicità con quella degli emettitori alfa naturali e che, quindi, la concentrazione di attività totale deve essere paragonata all’attività alfa naturale. In alternativa si possono effettuare confronti basati direttamente sulla radiotossicità, ad esempio, dividendo la concentrazione in Bq/L con i rispettivi valori del limite annuo di aspirazione (ALI), come specificato dalla ICRP [2.1].

2.2.3.4 Sommario sugli indicatori di sicurezza

INDICATORE VANTAGGI SVANTAGGI

Rischio

Indicatore diretto di impatto sull’uomo Integra tutti i canali di esposizione dell’uomo Consente un confronto con altri pericoli Tiene conto della probabilità di esposizione

Possibili problemi di comunicazione Scarsa applicabilità per tempi molto lunghi Complessità computazionale

Difficoltà nella stime delle probabilità

UOM

O

Dose

Indicatore di impatto sull’uomo Ben stabilita e compresa

Integra tutti i canali di esposizione dell’uomo

Non tiene conto della probabilità di esposizione Scarsa applicabilità per tempi molto lunghi

AMBIENT

E Concentrazione

Ambientale

Concettualmente semplice Indipendente dal contesto umano Misura l’impatto ambientale locale

Assenza di comparazione per nuclidi artificiali Problemi di definizione del livello di riferim. generico

Flusso nella Biosfera

Indipend. da modifiche locali biosfera/uomo Misura impatti locali e globali

Difficoltà concettuali

Problemi di definizione del livello di riferim. generico Assenza di comparazione per nuclidi artificiali

Flusso attraverso le barriere

Indicatore delle prestazioni delle barriere

Non direttamente connesso alla sicurezza del deposito Distoglie attenzione agli obiettivi generali di sicurezza

Tempo

Concettualmente semplice

Indicatore delle prestazioni delle barriere

Non direttamente connesso alla sicurezza del deposito

RIFIUTI

Radiotossicità

Concettualmente semplice

Indicatore della vita utile del deposito2

Incompleta e sensibile alle ipotesi

2

È opportuno specificare che la tipologia di deposito è funzione della tipologia di rifiuto da smaltire ed in particolare della vita-media dei radionuclidi. Per i depositi superficiali e sub-superficiali possono essere presenti, purché in bassa concentrazione, anche radionuclidi a lunga vita. I 300 anni di vita utile del deposito, costituiscono un periodo di riferimento consolidato a livello internazionale come 10 volte la vita media del Cs-137 adottato quale radionuclide di

2.3 L’UTILIZZO DEGLI INDICATORI DI SICUREZZA NELLA SCALA DEI TEMPI

La capacità di stimare i valori per i vari indicatori presentati nel § 2.5 varia in funzione del tempo di riferimento delle valutazioni di sicurezza di un deposito. Poiché l'incertezza aumenta continuamente con il tempo, è conveniente indicare specifici intervalli di tempo, e fornire un quadro generale sulla relativa utilità di ciascun indicatore in questi intervalli.

I tempi da considerare sono:

Deposito superficiale: - chiusura – 103 anni Deposito geologico: a) chiusura – 103 anni b) 103 anni – 106 anni c) oltre 106 anni

Per quanto concerne i depositi superficiali e sub-superficiali, solo il primo intervallo temporale è significativo, mentre gli altri due assumono importanza nella scelta dei criteri di localizzazione dei depositi geologici, per i quali è importante sottolineare che la delimitazione tempi di 104 e 106 anni sono indicative e non deve essere interpretata come nettamente definita. I valori numerici degli indicatori per un impianto di smaltimento di rifiuti nucleari sono spesso stimati per mezzo di modelli matematici. L'affidabilità di questi modelli dipende, tra l'altro, dalla quantità e dalla qualità delle informazioni disponibili e diminuisce con l’aumentare del tempo di previsione. Pertanto, per valutazioni a lungo termine, la fiducia nei risultati diminuisce

Nei paragrafi seguenti vengono presentati possibilità e limitazioni per valutare la sicurezza a lungo termine dei siti di smaltimento finale attraverso l'uso di vari indicatori. Tuttavia, occorre precisare che la scelta sulla localizzazione del sito di smaltimento finale deve essere valutata sulla base di studi specifici sitologici che tengano conto delle specifiche caratteristiche dei rifiuti. Come approccio generale, le previsioni per il futuro devono essere fatte estrapolando dati e modelli sulla base di prove della evoluzione dinamica dei sistemi geologici e di altri sistemi naturali del passato. Vi è un crescente uso di analogie di sistemi naturali per sostenere i metodi di valutazione, per fornire valori di riferimento per il confronto con i valori degli indicatori calcolati e per fornire prospettive a lungo e lunghissimo periodo.

2.3.1 Scala dei tempi: chiusura – 103 anni

Nelle valutazioni di sicurezza si presume che il controllo istituzionale sul sito rimanga attivo per almeno diverse centinaia di anni dopo che l'impianto è stato sigillato.

Questa ipotesi, altamente auspicabile, ma difficile da dimostrare può essere ridotta ala condizione che almeno le informazioni sulla posizione del deposito vengano mantenute.

I grandi cambiamenti nel clima, di potenziale importanza, sono quelli che possono derivare da possibili effetti serra, il che potrebbe comportare alcune modifiche alle condizioni superficiali della geosfere come: al prosciugamento o straripamento di fiumi e laghi, ad una moderata variazione del livello del mare e ad erosioni costiere.

Significativi cambiamenti nei sistemi naturali in strati geologici profondi sono improbabili nella scala del tempo di 103 anni, a condizione che i siti si trovino in zone tettonicamente stabili.

In generale, si può presumere che la biosfera resti paragonabile a quella dei giorni nostri, cioè nella forma in cui è stata modellata dall'uomo dopo l'introduzione dell’agricoltura circa 104 anni fa. Non sembra irragionevole supporre che ci sarà un interesse comune e condiviso nel mantenere condizioni prossime a quelle attuali, cioè favorevoli al mantenimento e allo sviluppo dell’agricoltura sia su scala privata che industriale.

Ai fini della valutazione delle conseguenze di future azioni umane come, per esempio, l’intrusione in un sito di smaltimento, il livello futuro della tecnologia deve essere assunto almeno equivalente a quello esistente al momento. Un livello inferiore di tecnologia renderebbe meno probabile la possibilità tecnica di una intrusione. D'altra parte, una tecnologia migliorata suppone una maggiore conoscenza, una migliore conservazione di dati e la consapevolezza dei rischi dei depositi. Intrusioni umane deliberate (cioè con la conoscenza del luogo e della natura dei rifiuti) non sono ritenute oggetto di analisi in una valutazione della sicurezza. Tuttavia, almeno in linea di principio, si può tener conto della possibilità di intrusioni intenzionali o accidentali riducendo il rischio di una tale evenienza selezionando opportuni siti e progetti di deposito. Pur riconoscendo che esiste una notevole incertezza in questo periodo di tempo, è ragionevole tentare di effettuare stime quantitative degli indicatori da utilizzare. Il calcolo dovrebbe tener conto della gamma di diverse condizioni della biosfera fornendo indicazioni generali sulle prestazioni di contenimento e sulla sicurezza complessiva del deposito. Durante questo periodo gli indicatori di sicurezza radiologica saranno di primaria importanza, con gli altri indicatori che possono fornire un sostegno aggiuntivo per la migliore interpretazione delle influenze del contesto ed una indicazione di possibili impatti sull'ambiente stesso, su base attuale ed in prospettiva.

L'uso del concetto di biosfere di riferimento è un concetto emergente ed il suo utilizzo, in questo lasso di tempo, è destinato ad aumentare dal momento che risulta in grado di eliminare molte speculazioni sull’esatta natura dei futuri contesti ambientali. Questo concetto è stato introdotto come approccio standardizzato alla modellazione della biosfera proprio nel contesto della valutazione della sicurezza dei depositi di rifiuti radioattivi, principalmente perché la natura della futura biosfera associata ad un deposito dato, non può essere conosciuto. Il vantaggio del concetto è di fornire un approccio semplice, robusto e difendibile per rappresentare i futuri modelli di trasferimenti di esseri umani attraverso la biosfera. Inoltre, l'adozione di una biosfera di riferimento

potrebbero rendere il confronto delle diverse opzioni di smaltimento più semplice, consentendo di focalizzare l’attenzione solo su questioni geologiche.

2.4 SOMMARIO SUGLI INDICATORI DI SICUREZZA E SCALA DEI TEMPI

1) A lungo termine, i migliori indicatori della sicurezza possono essere considerati il rischio e la dose.

2) Fermo restando quanto indicato al punto 1) le valutazioni di sicurezza a lungo termine risultano più efficaci combinando diversi indicatori di sicurezza, quali: il rischio, la dose, la concentrazione ambientale, il flusso attraverso le barriere.

3) Gli indicatori diventano particolarmente preziosi quando sono supportati da osservazioni su analogie di fenomeni naturali.

4) Nel periodo fino a circa 103 anni dopo la chiusura del deposito, la sicurezza si deve basare su valutazioni quantitative, utilizzando calcoli di dose/rischio sopportati dal calcolo di altri

indicatori di sicurezza (per depositi superficiali sub/superficiali e geologici).

5) Nel periodo compreso tra circa 104 anni a circa 106 anni dopo la chiusura del deposito, la sicurezza si deve basare su valutazioni di sicurezza sia quantitative che qualitative che riferiscano ad una combinazione di indicatori di sicurezza con l'accento che può soffermarsi sempre più verso valutazioni qualitative all’approssimarsi di 106 anni (solo per i depositi geologici).

6) Oltre i 106 anni scarsa credibilità può essere attribuita a valutazioni di sicurezza integrate (solo per i depositi geologici).

2.5 LA DOSE E IL RISCHIO COME INDICATORI DELLA SICUREZZA

Lo scopo di questa sezione è quello di esaminare i diversi modi di impostare appropriati criteri di protezione radiologica di smaltimento dei rifiuti radioattivi a bassa e media attività, concentrandosi soprattutto sulla loro definizione in termini di dose o rischio; presentando i vantaggi e gli svantaggi di ogni metodo, nel tentativo di raggiungere alcune conclusioni generali. Il documento riguarda solo il periodo post-chiusura di un deposito e discute solo i criteri che tentano di limitare il danno individuale senza considerare i rischi per la popolazione.

2.5.1 Le problematiche della dose

L'esempio dello scenario dell’intrusione in un deposito sub-superficiale (scenario comunque a probabilità molto bassa) illustra alcune problematiche inerenti all’utilizzo della dose quale unico indicatore di sicurezza.

Se ci fosse intrusione umana nel deposito causata da perforazioni esplorative con analisi dei campioni in superficie, con una probabilità molto bassa ma diversa da zero, allora è concepibile che per i gruppi potenzialmente esposti possano superati i limiti di esposizione.

Come mostrato nell’equazione (1), il limite di dose può essere visto come un limite alla possibilità di contrarre una cancro indotto dalle radiazioni

(dose) · (fattore di rischio) = (probabilità di subire danni biologici) (1)

In questa equazione si presuppone che l'individuo riceverà la dose. Se non è certo che l'individuo riceverà la dose, la probabilità di contrarre un cancro indotto da radiazioni deve essere inferiore. Pertanto, deve essere tenuta in conto la probabilità che la dose sia ricevuta. L'equazione diventa allora:

(dose) · (fattore di rischio) · (probabilità di ricevere la dose) = (probabilità di subire danni biologici) (2)

Questo vuol dire che, nel campo degli effetti stocastici, la possibilità di subire danni biologici per un individuo esposto sarà la stessa se:

• viene ricevuta una dose di 1 mSv (utilizzando l'eq. (1));

• se vi è un 50% di probabilità di ricevere una dose di 2 mSv (utilizzando l'eq. (2)). A partire da queste considerazioni si può definire il termine rischio come segue:

(probabilità di subire un’esposizione) ·(probabilità che l'esposizione causerà un deleterio effetto sulla salute) (3)

2.5.2 Il rischio e il concetto di scenario

L'applicazione del concetto di rischio richiede un’ulteriore riflessione sull’evidente constatazione che l’esposizione di un individuo dovuta alla presenza della struttura di smaltimento, può avvenire secondo diverse modalità. Ciò è schematizzato, in via del tutto generale e con riferimento sia ai depositi geologici che superficiali, nella Figura 2.2, che mostra tre possibili scenari di esposizione: esposizione diretta dovuta ad intrusione umana, una esposizione derivante dal normale e graduale fenomeno di lisciviazione dei rifiuti nel deposito e risalita lenta attraverso le acque sotterranee (denominato anche scenario di normale evoluzione) e la possibile esposizione derivante da possibili faglie o fratture nel terreno.

Fig. 2.2

Ad ognuno di questi scenari di esposizione deve essere assegnata una probabilità del loro verificarsi la cui somma sia pari all’unità, presumendo che questi siano i soli scenari realisticamente ipotizzabili o, in altre parole, che gli scenari siano da ritenersi mutuamente esclusivi. Per ottenere una stima del rischio, le dosi calcolate per ogni scenario dovranno essere moltiplicate per le rispettive probabilità assegnate e per il fattore di rischio. Mentre, i rischi calcolati per ogni scenario potrebbero essere riassunti come una misura del pericolo futuro per gli individui, stabilire i criteri di sommabilità dei vari scenari di esposizione non è altrettanto semplice.

Il punto importante è che i rischi relativi ai diversi scenari dovrebbero essere sommati se le stesse persone sono coinvolte come protagonisti in tutti gli scenari. Per esempio, gli individui che potrebbero essere esposti allo scenario di normale evoluzione e a quello di frattura del terreno potrebbero essere i produttori di latte operanti in una posizione particolare rispetto al deposito che consumano grandi quantitativi di latte e prodotti lattiero-caseari ottenuti dal loro gregge che pascola su terreni contaminati. Se non ci sono validi motivi per escludere il verificarsi di una tale situazione, i rischi dei due scenari dovrebbero essere aggiunti. Tuttavia, vi sono casi in cui i rischi non dovrebbero essere aggiunti come, ad esempio, il caso in cui gli individui esposti per lo scenario di

intrusione umana sono i tecnici di ispezione delle trivellazioni che, ovviamente, non risentono delle

esposizioni derivate dagli altri due scenari presi in considerazione.

Sulla base di quanto esposto, la definizione di rischio diventa:

(4) i i i

P

E

γ

R

=

‡”

dove γ è il fattore di rischio (o probabilità) dell’effetto per unità di dose, Pi è la probabilità

di scenario il quale, se si verifica, dà origine a una dose efficace Ei (supponendo che questa è

inferiore alla soglia per effetti deterministici e che R sia riferito allo stesso individuo).

Il problema di particolare importanza nell’esecuzione dei calcoli del rischio è l'identificazione di una gamma appropriata ed esaustiva di scenari di esposizione e l'assegnazione di una probabilità a ciascuno di loro. L’insieme completo degli scenari dovrebbe essere sufficiente per comprendere e caratterizzare in modo significativo ogni evoluzione ragionevolmente plausibile del sito e quindi ottenere la condizione necessaria che la somma delle loro probabilità di accadimento risulti pari all'unità.

Alcuni scenari possono rappresentare una serie di possibili evoluzioni del sistema che comportano conseguenze radiologiche molto simili e quindi possono essere trattati come una unica possibile evoluzione futura. Questa attività di selezione e riduzione degli scenari fino ad un set adeguato e differenziato, può richiedere uno sforzo considerevole per l’esperto decisore anche se coadiuvato da simulazioni con modelli computerizzati o supportato da analogie relative a fenomeni naturali. Inoltre, la nostra capacità di distinguere tra diversi scenari, diminuisce con l’aumentare della scala temporale di analisi ed anche l’assegnazione di una probabilità agli scenari è un’operazione altrettanto problematica e può apparire spesso un processo piuttosto arbitrario.

Un punto degno di nota su questi calcoli è che gli individui sono considerati in futuro a rischio di più di uno degli scenari. Tuttavia, in qualsiasi istante futuro, un individuo è protagonista di un solo scenario. Nell'esempio di Figura 2.2 i rischi individuali derivati dagli scenari normale e faulted vengono sommati, ma, chiaramente, dal punto di vista di una futura persona, egli sarà a rischio di uno o dell'altro di questi scenari, non di entrambi nello stesso tempo!

Vale la pena notare che il rischio effettivamente vissuto denominato rischio condizionale potrebbe essere superiore o inferiore al rischio complessivo valutato in una prospettiva attuale.

Esiste una variante per il calcolo dei rischi di cui sopra, che evita esplicitamente la fase di selezione degli scenari. In questa metodologia di valutazione probabilistica del rischio sono utilizzate delle tecniche per simulare l'evoluzione a lungo termine dell'ambiente naturale pertinente al luogo di smaltimento e la misura del rischio che si ottiene finisce per tener conto di tutte i possibili scenari futuri [2.2]. In sostanza, vengono sviluppati dei modelli che rappresentano possibili condizioni future del sito. Una simulazione Monte Carlo quindi genera campioni di possibili evoluzioni future con una copertura temporale valida sia per i depositi superficiali che geologici. Quindi, vengono valutati l'effetto di questi nuovi “stati futuri” con le loro incertezze associate sulla stima dei rilascio dal deposito, dell'impatto ambientale della distribuzione di radionuclidi e del rischio.

2.5.3 Le problematiche del rischio

Le tematiche illustrate in precedenza evidenziano che forse il tallone d'Achille del Rischio è che questo concetto è una idea difficile da afferrare, tanto più per un membro del pubblico che è coinvolto direttamente e preoccupato per il sicurezza di un deposito. Inoltre, la generale percezione del rischio dipende dal fatto che mentre il danno viene giudicato direttamente dall'esperienza, la causa del fenomeno che lo sviluppa è poco conosciuta. Questo comporta il fatto che le persone attribuiscono maggiore importanza alle situazioni in cui ci sono circostanze avverse particolarmente gravi (danno elevato), anche se la loro probabilità di accadimento è molto bassa

Tuttavia, è possibile definire un criterio di rischio, ma esprimerlo in termini di dose pesata in

probabilità. In altre parole, una dose di 10 mSv può che ha una probabilità di verificarsi di 0,1 si

trasforma in una dose pesata in probabilità di 1 mSv. L'idea è interessante, in quanto la dose risultante può essere paragonato a una dose limite: ed il rapporto è un concetto facile da capire. Tuttavia, questa procedura ha i suoi limiti, che derivano principalmente dal considerare eventi che hanno dalle conseguenze alte, ma bassa probabilità. Una ragione è che a causa delle differenze tra la dose e i ratei di dose, il fattore di rischio può essere diverso da quello normalmente applicato alla

dose limite. Un esempio estremo sono quelli in cui gli effetti deterministici possono essere

importanti.

E' possibile esprimere un criterio di rischio in termini di dose e probabilità in un grafico. La Figura 2.3 mostra una curva con un vincolo di rischio di l·10-5all'anno. Il fattore di rischio assunto è del 6% Sv-1. Il vincolo di rischio è una linea che rappresenta il confine tra le regioni di accettabilità e inaccettabilità. Questa curva mostra che, se per un gruppo critico sommando le dosi pesate in

probabilità per tutti gli scenari di esposizione si ottiene un valore inferiore a circa 200 µSv allora il

sito del deposito avrebbe soddisfatto il criterio di rischio (l·10-5/0.06=1.7 10-4 Sv). Inoltre, si può osservare che esposizioni superiori possono essere accettate a condizione che la loro probabilità di occorrenza è corrispondentemente inferiore. Il range di dose, dove gli effetti deterministici diventato importanti è rappresentato, in tali curve, da una regione non proporzionale. In questo esempio si assume che gli effetti deterministici possono essere significativi per esposizioni sopra il valore di 0,5 Sv e questo si riflette nella parte verticale della curva. Gli effetti deterministici potrebbe essere presi in considerazione, limitando la loro probabilità di occorrenza.

Figura 2.3 2.5.4 Il criterio ibrido dose-rischio

Ci sono altri modi di inquadrare criteri di radioprotezione che meritano considerazione. Nell’ambito degli approcci di sicurezza per lo smaltimento di rifiuti solidi [2.3], sono stati sviluppati criteri che comprendono sia i concetti di dose che di riduzione del rischio. I punti principali sono i seguenti:

• il limite di dose di 0.01 mSv a-1

per i membri del pubblico dovrebbe essere applicata a situazioni in cui si prevede un normale processo di graduale rilascio di radionuclidi dal sito di smaltimento dei rifiuti solidi;

• un limite al rischio individuale di 10-5

a-1 deve essere applicato per le situazioni in cui le emissioni e le dosi sono causate o influenzate da eventi e processi probabilistici.

2.6 CONCLUSIONI

1. Per uno smaltimento sicuro dei rifiuti radioattivi in un deposito, si devono adottare adeguati criteri di radioprotezione per assicurare nel futuro agli individui lo stesso livello di protezione assicurato al momento della chiusura.

2. Devono essere considerate, per tutto il tempo di contenimento previsto, tutte le possibili modalità di esposizione derivanti da eventi e processi che hanno probabilità di accadimento ad essi associate diversa da zero.

3. In generale, sono possibili tre forme correlate di criteri di protezione radiologica: la limitazione della dose, la limitazione dei rischi e un sistema ibrido che unisce la limitazione della dose con la limitazione del rischio. Relativamente a questi aspetti si possono trarre le seguenti indicazioni conclusive:

a. i criteri basati esclusivamente sulla limitazione di dose sono facili da capire, ma hanno carenze se gli eventi improbabili sono da considerarsi quantitativamente;

b. i criteri basati esclusivamente sulla limitazione del rischio sono, forse, concettualmente più soddisfacente, ma possono avere difficoltà di presentazione; c. i criteri ibridi supera molti dei potenziali svantaggi degli altri due metodi, ma

presenta difficoltà concettuali.

4. Indipendentemente dal criterio adottato, il problema della scelta del tipo di deposito e del relativo sito di smaltimento presenta oggettive difficoltà nella definizione delle ipotesi relative al comportamento umano e nell'assegnazione delle probabilità di occorrenza agli eventi e ai processi che ne caratterizzano l’evoluzione futura. Questo porta ad un tema importante, che è rappresentato dall’incertezza in tutti gli aspetti di analisi, soprattutto a lungo termine, ed è essenziale che questa incertezza venga affrontata in modo sistematico e il più quantitativo possibile, poiché essa condiziona l’attendibilità del giudizio decisionale della valutazione di sicurezza ispirato al rispetto del criterio selezionato. Nel caso di deposito superficiale, particolare rilievo assume il controllo istituzionale, quale strumento di riduzione delle incertezze connesse all’evoluzione a lungo termine (300-400 anni) degli scenari nell’analisi di rischio.